Деев Основы расчета судовых ЯЕУ 2012

ков, входит нестационарная трехмерная модель нейтроннофизических процессов. Такая модель предполагает создание специальной многопараметрической библиотеки нейтронных сечений. Расчет зависимостей сечений от режимных параметров РУ (температур, плотностей, концентрации Хе, выгорания и др.) может быть выполнен с помощью описанных выше программных средств (GETERA, TIME26). Полученная таким образом “динамическая” библиотека нейтронных сечений предназначена для использования в 3D-кодах нестационарного НФР (Neutron3D, SKETCH [40, 41]),

она обеспечивает связь НФР с блоками расчета теплогидродинамики и динамики СУЗ.

5.5. Выбор и обоснование конструкции системы управления и защиты

Для регулирования уровня мощности, компенсирования запаса реактивности и аварийного сброса мощности в реакторах применяются соответственно группы регулирующих, компенсирующих стержней и стержни системы аварийной защиты (АЗ). В транспортных ЯЭУ для перехода с одного уровня мощности на другой используется механизм обратной связи по плотности теплоносителя реактора, реализуемый за счет изменения расхода питательной воды через парогенератор ППУ. По этой причине группа регулирующих стержней, обычно, не используется. Пример схемы расположения кассет с органами СУЗ для реактора КЛТ-40С показан на рис. 5.3.

В ходе разработки проекта следует предусмотреть некоторый запас реактивности, достаточный для поддержания работы реактора в течение заданной длительности кампании Tкамп.. Для подавления избыточного запаса реактивности применяются группы компенсирующих стержней, при извлечении которых из активной зоны теоретическое значение kэф > 1, а при полном погружении kэф < 1. Реактор работает при среднем значении глубины погружения стержней, соответствующем условию kэф = 1. В ходе выгорания топлива обогащение уменьшается, а запас реактивности снижается. Для компенсации этого эффекта производится подъем группы компенсирующих стержней из активной зоны. Для определения критического положение стержней можно воспользоваться методикой, описанной в обзоре программы Neutron3D.

161

Транспортные ЯЭУ в большей степени, нежели ЯЭУ на атомных станциях, подвержены потенциальной опасности возникновения неисправностей, приводящих к ядерным авариям. Поэтому в ходе проектирования ядерной установки следует особое внимание уделить системе аварийной защиты реактора. Система аварийной защиты используется для подавления выбросов реактивности и аварийного останова реактора.

Для обоснования эффективности органов АЗ реактора необходимо определить эффективность каждого стержня аварийной защиты, суммарную эффективность всей системы АЗ и сравнить с эффектами реактивности, которые возникают в случае переходных и аварийных процессов (расхолаживание/захолаживание, обезвоживание реактора, выброс одного из стержней из активной зоны и др.). Если суммарная эффективность системы аварийной защиты превышает эти эффекты реактивности, тогда система защиты реактора является эффективной и удовлетворяет требованиям безопасности. В противном случае нужно проводить доработку системы (например, необходимо увеличивать содержание поглощающих веществ в пэлах, изменять число и порядок размещения стержней аварийной защиты или принимать какие-либо другие меры).

Определение эффективности одного стержня выполняется в два этапа: вначале реактор приводится к критическому состоянию (например, путем погружения на соответствующую глубину органов компенсирующей группы), а затем рассчитывается та же картограмма загрузки, отличающаяся от критической лишь наличием стержня аварийной защиты. Найденное для этой картограммы значение реактивности и будет соответствовать эффективности выбранного органа регулирования.

С использованием программы может быть решена задача выравнивания поля энерговыделеления за счет варьирования глубины погружения органов компенсирующей группы. С целью снижения kr целесообразно стержни, размещающиеся в ТВС центральной группы, погружать на большую глубину, чем стержни, принадлежащие ТВС периферийных групп. С другой стороны, неравномерность глубины погружения стержней оказывает влияние на коэффициент неравномерности по высоте kz. Конкретное расположение стержней, близкое к оптимальному относительно коэффициента неравномерности поля энерговыделения по объему kv, может быть определено путем перебора нескольких вариантов.

162

6. РАСЧЕТ ОСНОВНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ РЕАКТОРА НА ПРОЧНОСТЬ

6.1. Общие положения расчета элементов энергооборудования на прочность

Основы и этапы выполнения расчетов на прочность. Обес-

печение прочности и долговечности оборудования и трубопроводов составляет одну из важнейших задач при проектировании судовых ЯЭУ. Основой для выполнения расчетного обоснования прочности являются «Нормы расчета на прочность» [28] и ряд других обязательных для применения нормативных документов, которые регламентируют требования к обеспечению качества проектирования, изготовления, монтажа, неразрушающего контроля, в том числе в процессе эксплуатации.

Расчетное обоснование оборудования и трубопроводов на прочность выполняется в два этапа. На первом этапе расчеты связаны с выбором основных размеров конструкции. Результаты этих расчетов позволяют избежать грубых ошибок при проектировании и принять решения по вопросам использования конструкционных материалов, значений допускаемых напряжений, толщины стенок сосудов и трубопроводов, находящихся под давлением. Попутно выясняется необходимость укрепления отдельных мест в конструкции, ослабленных наличием отверстий и сварных швов. После этого выполняются поверочные расчеты, в которых действующие напряжения сопоставляются с допустимыми значениями, выбранными в зависимости от типа элемента конструкции, характера нагружения, вида действующих напряжений, режима работы установки. В поверочных расчетах проводится обоснование статической и циклической прочности, устойчивости конструкции, сопротивления хрупкому разрушению, вибропрочности, ударостойкости. Учитываются все действующие нагрузки и рассматриваются все проектные режимы эксплуатации, оценивается возможность возникновения остаточных изменений формы и размеров рассчитываемых элементов.

В поверочных расчетах на прочность используются данные ней- тронно-физических и теплогидравлических расчетов, что позволяет при необходимости принять во внимание изменение во времени

163

механических характеристик материалов под действием облучения и температуры. При выборе основных размеров и в расчетах на статическую и циклическую прочность повышение пределов прочности и текучести под действием нейтронного облучения не учитывают. Снижение характеристик пластичности, сопротивления хрупкому и усталостному разрушению должно учитываться. Коррозионное воздействие теплоносителя на конструкционные материалы следует учитывать при выборе основных размеров путем соответствующей прибавки к толщине стенки. Особое внимание должно уделяться коррозионному растрескиванию под напряжением, а также коррозионно-усталостным эффектам.

Основными расчетными нагрузками элементов ядерных реакторов являются внутреннее и наружное давление теплоносителя и окружающей среды, собственная масса изделия и его содержимого, инерционные силы (особенно существенные для транспортных установок), реакции опор и трубопроводов, нагрузки от температурных воздействий. Температурные воздействия приводят к возникновению термических напряжений, которые могут существенно превышать напряжения от других видов нагрузок. При проведении расчетов на прочность необходим также учет нагрузок, которые могут вызываться вибрацией или ударами, что характерно, например, для атомных ледоколов. Для судовых реакторов вообще типичны эксплуатационные режимы с глубоким и частым изменением мощности, при этом происходит резкая смена условий нагружения, что должно учитываться в прочностных расчетах.

Коэффициенты запаса прочности и допускаемые напряже-

ния. Оценка прочности изделий проводится с использованием коэффициентов запаса, с помощью которых по наименьшим гарантированным значениям механических свойств материалов устанавливаются так называемые допускаемые напряжения. Запас прочности учитывает разброс механических свойств, а также неточность знания действующих нагрузок и напряжений. Значения основных механических свойств материалов – предела прочности (временного

сопротивления) RmT и предела текучести RTp 0,2 , которые использу-

ются при определении номинальных допускаемых напряжений, принимаются при расчетной температуре T по данным нормативных документов и национальных стандартов или по техническим условиям на соответствующий сортамент. При отсутствии в норма-

164

тивной документации характеристик материалов при расчетных температурах, а также в случае применения материалов новых марок или полуфабрикатов, изготовленных по новой технологии, расчетные значения необходимых характеристик должны устанавливаться на основании экспериментальных исследований.

Согласно нормам расчета на прочность номинальное допускаемое напряжение [ ] для элементов, отличных от болтов и шпилек, следует принимать равным

где коэффициенты запаса прочности nm = 2,6; n0,2 = 1,5 для оборудования и трубопроводов, нагруженных внутренним давлением, а также элементов, изготовленных из титановых сплавов и нагруженных внутренним или наружным давлением; n0,2 = 2,0 для оборудования и трубопроводов, нагруженных наружным давлением (кроме элементов, изготовленных из титановых сплавов).

Номинальное допускаемое напряжение от давления и усилий затяга в болтах и шпильках [ ]w должно приниматься равным

где коэффициент запаса прочности n0,2 = 2,0.

6.2. Выбор основных размеров элементов конструкции реактора

Формулы для определения необходимой толщины стенки.

При дальнейшем изложении ограничимся вопросами, которые касаются задач только первого этапа прочностных расчетов оборудования реакторных установок. Основной вопрос, который должен быть решен на данном этапе, заключается в определении необходимых размеров детали или изделия в зависимости от действующей нагрузки и номинального допускаемого напряжения.

При выполнении расчета по выбору основных размеров элемента конструкции расчетными нагрузками являются расчетное давление и

165

усилия затяга болтов или шпилек. При расчете шпилек узла уплотнения следует учитывать давление гидравлических испытаний.

В качестве расчетного давления используется величина, равная 90 % максимального давления в элементе установки, при котором происходит срабатывание предохранительных клапанов. Согласно действующим правилам предохранительные устройства должны выбираться с таким расчетом, чтобы максимальное давление в рассматриваемом элементе не превышало рабочее более чем на 25 %.

Расчетная температура стенки, при которой для данного материала определяется номинальное допускаемое напряжение, принимается равной среднеарифметическому значению температур наружной и внутренней поверхностей в наиболее нагретом участке.

Номинальная толщина Sн стенки элемента должна быть не менее

минусового допуска на толщину стенки (C1) и прибавок, учитывающих возможное утонение стенки при изготовлении и монтаже изделия (C2), а также в результате коррозионного воздействия рабочей среды (C3). Расчетную толщину стенки необходимо определять без учета толщины антикоррозионного наплавленного или плакирующего защитного слоя.

Расчетная толщина стенки Sр должна выбираться таким образом, чтобы в конструкции исключалась возможность возникновения предельных состояний, вызванных вязким или хрупким разрушением, пластической деформацией по всему сечению элемента конструкции или потерей устойчивости, с учетом коэффициентов снижения прочности при наличии в элементе отверстий или сварных соединений.

Формулы для определения величины Sр в некоторых типичных случаях приведены в табл. 6.1, более подробно см. [18, 26, 29].

Коэффициенты снижения прочности. Коэффициенты сниже-

ния прочности в формулах, по которым рассчитывается толщина стенки (см. табл. 6.1), учитывают ослабление элемента из-за наличия в нем отверстий или сварных соединений. Для стыкового сварного соединения, выполненного в соответствии со всеми требованиями, установленными в соответствующих правилах, коэффициент принимается равным единице. Для укрепления отверстий ис-

166

пользуются усиливающие элементы в виде утолщенных штуцеров или приварных накладок.

Методология определения величин в каждом конкретном случае регламентируется нормами расчета на прочность, при этом всегда 1,0. Конкретные указания по определению коэффициентов, а также значений k и k0 в формуле (6.6) можно найти в [26, 29].

Применение формул, позволяющих выбрать необходимую из условий прочности толщину стенки основных элементов корпуса реактора, иллюстрируется на некоторых примерах, приведенных в приложении (см. п. П.10).

167

7. БЕЗОПАСНОСТЬ СУДОВЫХ ЯЭУ

Работа любых ядерных реакторов сопровождается радиоактивным излучением, образованием радиоактивных отходов, накоплением радиоактивных продуктов деления, представляющих потенциальную опасность для людей и окружающей среды. Поэтому обеспечению безопасности при эксплуатации ЯЭУ придается особое значение. Успешное решение задач обеспечения безопасности реакторной установки предполагает создание таких условий, при которых радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии1, не приводит к превышению установленных доз облучения персонала и населения, нормативов по выбросам и сбросам, содержанию радиоактивных веществ в окружающей среде, а также ограничивается при запроектных авариях2.

7.1. Основные положения, критерии и принципы обеспечения безопасности ядерных реакторов

Основные положения, критерии и принципы обеспечения безопасности едины для всех ядерных установок. Определенные уточнения и детализация касаются лишь некоторых специфических особенностей назначения и эксплуатации стационарных наземных АЭС и судовых ЯЭУ. Действующие в России нормативные документы, относящиеся к безопасности АЭС и судовых реакторных установок [44 – 47], и ряд других руководящих документов разработаны на основе единых требований и рекомендаций Междуна-

1Проектная авария – авария, для которой проектом определены исходные события и конечные состояния и предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие с учетом единичного отказа систем безопасности или одной независимой от исходного события ошибки персонала ограничение ее последствий установленными для таких аварий пределами.

2Запроектная авария – авария, вызванная не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений персонала.

168

родного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) с учетом многолетнего отечественного опыта проектирования, сооружения и эксплуатации ЯЭУ, а также федеральных норм и правил в области использования атомной энергии. В этих документах определены основные принципы обеспечения безопасности реакторных установок, установлены общие требования к конструкции, характеристикам и условиям эксплуатации систем и элементов РУ, а также требования организационно-технического характера, определяющие совокупность мероприятий по обеспечению безопасности ЯЭУ на всех этапах ее жизненного цикла, начиная от проектирования до снятия с эксплуатации и консервации.

Безопасность ЯЭУ является неотъемлемой частью общей безопасности судна. В целом она обеспечивается системой технических и организационных мер, в том числе за счет [47]:

использования и развития свойств внутренней самозащищенности1;

применения концепции глубоко эшелонированной защиты; использования систем безопасности, построенных на основе

принципов резервирования, пространственного и физического разделения, функциональной независимости, единичного отказа и т.д.; использования надежных, проверенных практикой технических

решений и обоснованных методик; выполнения норм, стандартов, требований правил и других

нормативных документов по безопасности, а также строгого соблюдения требований, указанных в проекте судна;

формирования и внедрения культуры безопасности; комплектования персонала ЯЭУ в соответствии с требованиями

нормативных документов.

Концепция глубоко эшелонированной защиты. В соответст-

вии с этой концепцией на ЯЭУ создается ряд последовательных уровней защиты от вероятных отказов технических средств и ошибок персонала и организуется система физических барьеров на пути выхода радиоактивных продуктов деления из топливной композиции в окружающую среду в количествах, превышающих установленные нормы. Принцип глубоко эшелонированной защиты

1 Внутренняя самозащищенность – свойство реакторной установки обеспечивать безопасность на основе естественных обратных связей, процессов и характеристик.

169

обеспечивает ограничение последствий нарушения нормальной эксплуатации РУ в рамках каждого уровня (эшелона) и гарантирует, что единичный отказ технических средств или ошибка персонала не приведет к опасным последствиям.

На судовых ЯЭУ система последовательных физических барьеров включает (рис. 7.1):

топливную матрицу; оболочки твэлов;

границы первого контура с теплоносителем (корпус реактора, трубопроводы и арматуру первого контура);

рационально расположенное вокруг корпуса реактора оборудование парогенерирующего блока;

биологическую защиту; защитную оболочку и герметичное защитное ограждение РУ

(вакуумируемые аппаратные выгородки); прочный корпус и переборки реакторного отсека;

организованные в помещениях судна зоны радиационной безопасности.

К системе спецвентиляции

топливная композиция; оболочка твэла; границы 1-го контура; защитная оболочка; защитное ограждение

допустимая утечка радиоактивных продуктов

Рис. 7.1. Условное схематическое изображение защитных физических барьеров

Проектирование и изготовление каждого физического барьера осуществляется с обязательным соблюдением специальных норм и правил, что обеспечивает его повышенную надежность. В процессе эксплуатации ЯЭУ барьеры безопасности должны находиться в работоспособном состоянии. Для этого параметры реакторной ус-

170